(57)【要約】【課題】配管の破断事故などによって原子炉圧力容器内の炉心冷却系に故障が生じ、しかも非常用炉心冷却冷却装置やその他の炉心への注水装置が利用できない事態において、ドライウェル内に炉心溶融物落下が発生した場合、炉心溶融物を短い時間で確実に冷却し、原子炉格納容器の極度の圧力および温度の上昇を抑制し、安全性を高める。【解決手段】原子炉圧力容器２を収納するドライウェル５と、このドライウェル５と壁５ａにより仕切られ、プール水８を貯溜するサプレッションチェンバ６と、前記ドライウェル５とサプレッションチェンバ６とを連通するベント管９とからなる原子炉格納容器１において、原子炉圧力容器２の壁の温度を計測監視し、異常温度上昇を検出したらドライウェル５とサプレッションチェンバ６とを仕切るペデスタル５ａの一部を破壊装置１６により破壊し、サプレッションチェンバ６内に貯溜されているプール水８をドライウェル５内に流れ込ませ、炉心溶融物１３を冷却する。【選択図】図２
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【特許請求の範囲】
【請求項１】
原子炉圧力容器を収納するドライウェルと、このドライウェルと壁により仕切られ、プール水を貯溜するサプレッションチェンバと、前記ドライウェルとサプレッションチェンバとを連通するベント管とからなる原子炉格納容器において、
前記原子炉圧力容器の異常時に前記壁を破壊してプール水をドライウェル内に流入させる破壊装置を設けたことを特徴とする原子炉格納容器。
【請求項２】
前記原子炉圧力容器下部のドライウェルの少なくとも一部に、前記サプレッションチェンバの床下に広がる空間を設けたことを特徴とする請求項１記載の原子炉格納容器。
【請求項３】
原子炉圧力容器を収納するドライウェルと、このドライウェルと壁により仕切られ、ドライウェルの床面下で連通し、プール水を貯溜するサプレッションチェンバと、前記ドライウェルとサプレッションチェンバとを連通するベント管とからなる原子炉格納容器において、前記ドライウェルに金属製の床板部および前記ドライウェルの下部内面を覆う側板部とからなる床板金属板を設け、前記ドライウェルの床板部を前記サプレッションチェンバ内のプール水の水位より低い位置で、プール水中に配置された支柱により支持したことを特徴とする原子炉格納容器。
【請求項４】
前記支柱にフィンが形成されていることを特徴とする請求項３記載の原子炉格納容器。
【請求項５】
前記ドライウェル床面下の前記サプレッションチェンバの床に、頂点を前記ドライウェル床面に向けた山形形状の炉心溶融物の誘導板を設けたことを特徴とする請求項３記載の原子炉格納容器。
【発明の詳細な説明】
【技術分野】
【０００１】
本発明は、原子炉で過酷な事故が発生した場合においても、容器内部での極度の圧力、温度上昇を抑制し、安全性を維持する原子炉格納容器に関する。
【背景技術】
【０００２】
図６に従来の原子炉格納容器の断面図を示す。原子炉格納容器１は図示しない鋼製ライナを内張りした円筒型の鉄筋コンクリート造りであり、中央には原子炉圧力容器２を収納して、上下をダイヤフラムフロア３で仕切り、上部を上部ドライウェル４とし、下部を下部ドライウェル５としている。
【０００３】
下部ドライウェル５の周囲は、ダイヤフラムフロア３と、下部ドライウェル５の壁５ａとにより仕切られた円筒状のサプレッションチェンバ６として、基盤７上に構築されている。
【０００４】
サプレッションチェンバ６内にはプール水８が貯溜されており、上部ドライウェル４および下部ドライウェル５とサプレッションチェンバ６とは壁となるペデスタル５ａに形成されたベント管９とその先端部に形成された吐出管１０とによりプール水８を介して連通されている。
【０００５】
一般的に、沸騰水型原子力発電プラントのような水冷却原子炉では、図示しない配管の破断事故などによって原子炉圧力容器２内の炉心冷却系に故障が生じた場合、原子炉は非常停止され、非常用炉心冷却装置によって直ちに自動的に冷却水を原子炉内に注入し、燃料を水びたしにして過熱を防ぎ、炉心溶融事故を未然に防ぐような安全設計になっている。
【０００６】
また、前記非常用炉心冷却装置の機能に至るまでに破断した配管部分から高温度の蒸気と水の混合物が上部ドライウェル４と下部ドライウェル５中に放出されて、上部ドライウェル４と下部ドライウェル５内部の圧力および温度が上昇する。
【０００７】
これに伴い、上昇したドライウェル内部の圧力によってベント管９中のプール水８の一部はサプレッションチェンバ６のプール水８中に吐出管１０を通して押し出され、続いて上部ドライウェル４および下部ドライウェル５の雰囲気ガスがベント管９、吐出管１０を通してプール水８中に導かれ、蒸気はプール水８中で凝縮される。
【０００８】
この機能により原子炉格納容器１の内部圧力の上昇は抑制され、従って原子炉格納容器１の安全性が維持され、原子炉圧力容器２から放出される可能性のある放射性物質は原子炉格納容器１により適切に遮封することができる。
【０００９】
このように、沸騰水型原子力発電プラントにおいては、万一冷却材喪失等の過酷な事故が発生しても、種々の非常用炉心冷却設備などが設けられており、原子炉を冷温停止状態に移行させて、安全に維持することが可能なように安全設計されている。
【００１０】
しかしながら、極めて低い確率ではあるが、上記非常用炉心冷却装置が作動せず、かつ、その他の炉心への注水装置も利用できない事態も想定され得る。  
このような場合、炉心の燃料は冷却材による冷却が行われないため、原子炉停止後も発生する崩壊熱によって燃料棒温度が上昇し、最終的には炉心溶融に至ることが考えられる。
【００１１】
このような事態に至った場合、高温の炉心溶融物（コリウム）が原子炉圧力容器２の下部に移動し、下部プレナム内に落下する。  
この状態が継続されると、原子炉圧力容器２の下鏡１１の温度が上昇し、最悪の場合、炉心溶融物が下鏡１１を溶融貫通し、下部ドライウェル５の床面上に落下する可能性がある。
【００１２】
この時、高温度の溶融した炉心溶融物は下部ドライウェル５の鋼製ライナを溶かし、基盤７上のコンクリートと接して、発熱、化学反応を生じて二酸化炭素、水素および放射性ガスが急激に発生する。
【００１３】
この発生ガスの圧力、および温度のために、原子炉格納容器１内の圧力が高まり、著しい場合は原子炉格納容器１を破損する可能性がある。  
また、直接的に原子炉格納容器１の床を浸食破損させる可能性もある。  
従って、原子炉格納容器１内から外部環境へと放射性物を放出させる可能性がある。
【００１４】
この炉心溶融物落下によるコンクリートの浸食反応およびそれに伴う悪影響は、炉心溶融物のドライウェル床面上への落下時に適切に水または他の冷却材を注入することにより、緩和することができる。
【００１５】
通常、この炉心溶融物落下に対する冷却材の注入装置は設置されているものの、前記したごとく原子炉圧力容器内の非常用炉心冷却装置同様に、作動しない可能性は依然として存在する。
【００１６】
そこで、本質的に故障することが考えにくい、受動的な冷却装置が必要となる。  
従来このような受動型の炉心溶融物冷却装置としては、例えば図７に示すように、下部ドライウェル５とサプレッションチェンバ６とを仕切るペデスタル５ａに可融金属による弁１２を設け、この弁１２を下部ドライウェル５の床面上に落下した炉心溶融物１３の熱によって溶かし、サプレッションチェンバ６内のプール水８を炉心溶融物１３に対して注水して冷却させるようにしたものが考えられている（例えば特許文献１参照。）。
【００１７】
また、図８に示すように、下部ドライウェル５の床面を金属板１４で形成するとともに、その位置をプール水８の水位より低く構成し、金属板１４の下側でサプレッションチェンバ６を連通させて、プール水８で冷却するようにしたものも考えられている。  
このような構成であると、下鏡１１を溶融貫通し、下部ドライウェル５の床面上に落下した炉心溶融物１３はプール水８で冷却された金属板１４と接し、冷却される。
【００１８】
さらに炉心溶融物１３がその熱により下部ドライウェル５の床面金属板１４を溶融させた場合には、下部ドライウェル５の床面金属板１４とプール水８との水頭差により受動的にプール水８が下部ドライウェル５内に溶融破損部から流れ込み、炉心溶融物１３を冷却する（例えば特許文献２参照。）。
【特許文献１】特開平３−１５２４９７号公報（Ｐ６７５、下左欄１１行目〜Ｐ６７６、上左欄２０行目）
【特許文献２】特開平５−３４１０８１号公報（［００１６］〜［００２５］）
【発明の開示】
【発明が解決しようとする課題】
【００１９】
しかしながら、前記図７に示す受動型の炉心溶融物冷却装置では、壁５ａに設けられた可融金属による弁１２は、原子炉圧力容器２の下鏡１１を溶融貫通して下部ドライウェル５の床面上に落下した炉心溶融物１３の熱で溶かして開くものであるから、炉心溶融物１３が弁１２の高さまで、少なくともその近傍まで達しないと、弁１２が溶融せず注水ができない。
【００２０】
逆に、弁１２の位置を低く設定すると炉心溶融物１３の溶融量が多いい場合は、炉心溶融物１３によって弁１２の口が塞がれてしまい、炉心溶融物１３への注水が阻止されてしまう可能性がある。
【００２１】
このため、確実で、早急な炉心溶融物１３の冷却が行えないという課題があった。
一方、前記図８に示す受動型の炉心溶融物冷却装置では、下部ドライウェル５の床面のみを金属板１４で形成しているため、炉心溶融物１３の量が大量であった場合、ペデスタル５ａの内面下部のコンクリートと炉心溶融物１３とが化学反応し、各種のガスを発生させる可能性がある。  
また、プール水８で冷やされた下部ドライウェル５の床面金属板１４のみで炉心溶融物１３を冷却させるため冷却効率が低い。
【００２２】
このため、炉心溶融物１３の量が大量であった場合、金属板１４を溶融させて、下部ドライウェル５に流れ込んできたプール水８と、十分冷却されていない、エネルギーの高い炉心溶融物１３とが接触することになり、水蒸気爆発等の激しい現象により高い圧力が発生し、著しい場合は原子炉格納容器１を破損させる可能性がある。
【００２３】
本発明は以上の課題を解決するためになされたものであり、炉心溶融物をドライウェル底部でプール水により短い時間で確実に冷却し、容器の極度の圧力および温度の上昇を抑制し、破損を防止した安全性の高い原子炉格納容器を得ることを目的とする。
【課題を解決するための手段】
【００２４】
上記目的を達成するために、本発明に記載の原子炉格納容器は、原子炉圧力容器を収納するドライウェルと、このドライウェルと壁により仕切られ、プール水を貯溜するサプレッションチェンバと、前記ドライウェルとサプレッションチェンバとを連通するベント管とからなる原子炉格納容器において、前記原子炉圧力容器の異常時に前記壁を破壊してプール水をドライウェル内に流入させる破壊装置を設けたことを特徴とする。
【００２５】
また、本発明に記載の原子炉格納容器は、原子炉圧力容器を収納するドライウェルと、このドライウェルと壁により仕切られ、ドライウェルの床面下で連通し、プール水を貯溜するサプレッションチェンバと、前記ドライウェルとサプレッションチェンバとを連通するベント管とからなる原子炉格納容器において、前記ドライウェルに金属製の床板部および前記ドライウェルの下部内面を覆う側板部とからなる床板金属板を設け、前記ドライウェルの床板部を前記サプレッションチェンバ内のプール水の水位より低い位置で、プール水中に配置された支柱により支持したことを特徴とする。
【発明の効果】
【００２６】
本発明による原子炉格納容器は、炉心溶融物をドライウェル底部でプール水により短い時間で確実に冷却し、原子炉格納容器の極度の圧力および温度の上昇を抑制し、原子炉格納容器の破損を防止して安全性を高めることができる。
【発明を実施するための最良の形態】
【００２７】
以下、本発明の実施の形態について図面を参照して説明する。なお、以下の実施の形態の説明において、図６に示す従来のものと同一部分には同一の符号を付し、詳細な説明は省略する。
【００２８】
図１は本発明の第１の実施の形態による原子炉格納容器を示す図で、図１において、円筒状のサプレッションチェンバ６は少なくとも一部分において床１５が持ち上げられており、この床１５と基盤７との間にサプレッションチェンバ６の床下に広がり、下部ドライウェル５と連通する空間５ｂが形成されている。  
この空間５ｂが形成された位置に対応するペデスタル５ａには、その壁５ａの一部を破壊して孔を空けるための爆破装置のような破壊装置１６が取り付けられている。
【００２９】
この破壊装置１６が取り付けられる位置は、サプレッションチェンバ６内に貯められたプール水８の水位より下で、その水頭差によって空けられる孔から相当量のプール水８が吐出管１０、ベント管９を通って下部ドライウェル５に流れ込むような位置に取り付けられている。
【００３０】
次に本発明の第１の実施の形態の作用について説明する。  
通常、圧力容器２の壁の温度は安全管理の観点から計測監視されている。  
万一冷却材喪失などの事故が発生すると圧力容器２の壁の温度が急激に上昇し、異常値を示す。  
この状態が続くと、原子炉圧力容器２においては、図２に示すように、炉心溶融物１３が下鏡１１を溶融貫通し下部ドライウェル５の床面上に落下する。
【００３１】
しかしながら、原子炉圧力容器２の壁の異常温度上昇を検出した時、下部ドライウェル５のペデスタル５ａに取り付けられた破壊装置１６に爆破指令を出し、作動させることによりペデスタル５ａの一部が爆破され、図２に示すようにこの爆発個所５ｃから、水頭差によりプール水８が下部ドライウェル５中に流れ込む。
【００３２】
下部ドライウェル５中に流れ込んだプール水８は炉心溶融物１３が流れ込んだサプレッションチェンバ６の床下に広がる空間５ｂまで流れ込み、従来より多量の水でかつ冷却される表面積が増加した状態で炉心溶融物１３に浸透し、冷却する。
【００３３】
従来の研究結果として、炉心溶融物１３を冷却するためのプール水８が全く炉心溶融物１３内に浸透せず、熱伝導のみによって炉心溶融物１３を冷却するための炉心溶融物厚さの上限は20cm程度と考えられる。  
例えば、出力135万kWeの改良型沸騰水型原子炉の全炉心物質が炉心溶融物として形成された場合、その体積は約37.8m3である。
【００３４】
従って、炉心溶融物１３の冷却に必要な下部ドライウェル５の床面積は、約189m2となる。この約189m2という面積は、原子炉格納容器１の断面積が、約700m2であることから考えると、30%程度の値であり、実現可能な値といえる。
【００３５】
本実施の形態によれば、原子炉圧力容器２の異常を検出し、破壊装置により下部ドライウェル５の壁５ａを破壊して、プール水８を下部ドライウェル５内に流し込み、炉心溶融物１３を冷却するようにしたので、短い時間で、確実に冷却することができる。
【００３６】
また、サプレッションチェンバ６の床下に下部ドライウェル５の空間を広げているので冷却表面積が増加し、より多量のプール水８で炉心溶融物１３を短い時間で冷却することができる。
【００３７】
次に本発明の第２の実施の形態について図３を参照して説明する。  
図３において、符号１７は下部ドライウェル５の床板金属板で、床板部１７ａおよび壁５ａの下部内面を覆う側板部１７ｂとから構成されている。
【００３８】
この床板金属板１７は基盤７から適宜寸法離されて形成され、基盤７との間に吐出管１０を介してサプレッションチェンバ６と連通し、プール水８が貯溜された下部サプレッションチェンバ１８が形成されている。
【００３９】
下部ドライウェル５の床板金属板１７は下部サプレッションチェンバ１８の床面との間に設けられた複数本の支柱１９によって支えられ、下部ドライウェル５と下部サプレッションチェンバ１８とを隔てている。  
前記支柱１９には冷却性能を向上させるため複数のフィン２０が取り付けられている。
【００４０】
次に本発明の第２の実施の形態の作用について説明する。  
図３に示すように炉心溶融物１３が原子炉圧力容器２の下鏡１１を溶融貫通して下部ドライウェル５の床板金属板１７の床板部１７ａ上に落下した場合、炉心溶融物１３は下部サプレッションチェンバ１８内に貯溜されているプール水８によってあらかじめ冷却されている床板金属板１７によって冷却される。
【００４１】
その際、炉心溶融物１３から床板金属板１７に伝達された熱は床板金属板１７の他に、支柱１９およびフィン２０からも下部サプレッションチェンバ１８内のプール水８に伝わることになるため、炉心溶融物１３の冷却性能は単に金属の床板がある場合に比べて向上することができる。  
炉心溶融物１３は、その温度が非常に高温であるため、冷却されると同時に金属で形成された床板金属板１７の床板部１７ａを溶融しつつ浸食する可能性もある。
【００４２】
しかしながら、万一、炉心溶融物１３によって床板金属板１７の床板部１７ａが溶融し、穴があいた場合、図４に示すように、その穴２１からサプレッションチェンバ１８、６に蓄積されているプール水８が水頭差によって一気に下部ドライウェル５内に流入することになる。
【００４３】
この時、炉心溶融物１３はすでに床板金属板１７や支柱１９、フィン２０によって十分冷却され温度が低くなっているので、プール水８と接触しても水蒸気爆発などの激しい現象に見舞われることはない。
【００４４】
また、下部ドライウェル５の床面だけではなく、ペデスタル５ａの下部内面も金属で構成された床板金属板１７の側板部１７ｂで覆われているため、壁コンクリートと炉心溶融物１３との接触を避け、化学反応の発生を抑制することができる。
【００４５】
次に本発明の第３の実施の形態について図５を参照して説明する。  
図５において、下部ドライウェル５の床面下の下部サプレッションチェンバ１８の床上に、頂点を下部ドライウェル５の床板金属板１７に向けて配置するように山形（円錐または角錐等）形状をした炉心溶解物の誘導板２２を設けている。
【００４６】
このような構成とすることにより、下部ドライウェル５の床板金属板床１７を溶融し、浸食して下部サプレッションチェンバ１８内に落下してきた炉心溶融物１３は山形の誘導板２２に案内されて山形の裾野に広がるような形に拡散される。
【００４７】
これにより、下部サプレッションチェンバ１８内に落下してきた炉心溶融物１３は一塊に固まらず、より広く拡散するため下部サプレッションチェンバ１８内のプール水８と接触する面積が増加し、早く冷却される。
【図面の簡単な説明】
【００４８】
【図１】本発明の第１の実施の形態による原子炉格納容器を示す縦断面図。
【図２】本発明の第１の実施の形態による原子炉格納容器の炉心溶融物落下時の状態を示す縦断面図。
【図３】本発明の第２の実施の形態による原子炉格納容器を示す縦断面図。
【図４】本発明の第２の実施の形態による原子炉格納容器の炉心溶融物落下時の状態を示す縦断面図。
【図５】本発明の第３の実施の形態による原子炉格納容器を示す縦断面図。
【図６】従来の一般的な原子炉格納容器を示す縦断面図。
【図７】従来の受動型の炉心溶融物冷却装置を備えた原子炉格納容器の一例を示す縦断面図。
【図８】従来の別の受動型の炉心溶融物冷却装置を備えた原子炉格納容器を示す縦断面図。
【符号の説明】
【００４９】
１…原子炉格納容器、２…原子炉圧力容器、３…ダイヤフラムフロア、４…上部ドライウェル、５…下部ドライウェル、５ａ…ペデスタル、５ｂ…空間、５ｃ…破壊個所、６…サプレッションチェンバ、７…基盤、８…プール水、９…ベント管、１０…吐出管、１１…下鏡、１３…炉心溶融物、１５…サプレッションチェンバの床、１６…破壊装置、１７…床板金属板、１７ａ…床板部、１７ｂ…側板部、１８…下部サプレッションチェンバ、１９…支柱、２０…フィン、２１…孔、２２…誘導板。
【図１】
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【図２】
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【図３】
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【図４】
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【図５】
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【図６】
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【図７】
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【図８】
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